壓水堆核電廠運(yùn)行

內(nèi)容概要

　　《壓水堆核電廠運(yùn)行》闡述壓水堆核電廠運(yùn)行問題。全書分兩大部分：第一篇介紹壓水堆核電廠運(yùn)行物理基礎(chǔ)，共7章，內(nèi)容包括有關(guān)基本概念、反應(yīng)性、反應(yīng)性系數(shù)、燃耗與中毒、反應(yīng)性控制、反應(yīng)堆功率分布及其限制、反應(yīng)堆啟動(dòng)與停堆過程中的幾個(gè)問題；第二篇共5章，內(nèi)容包括核電廠運(yùn)行特點(diǎn)、核電廠技術(shù)規(guī)格書、核電廠正常運(yùn)行、核電廠異常運(yùn)行和核電廠事故?！　　秹核押穗姀S運(yùn)行》適合于從事核電廠運(yùn)行及管理人員使用，也可供高等學(xué)校核反應(yīng)堆工程專業(yè)的師生及從事核電工程的技術(shù)人員參考。

書籍目錄

第一篇第1章 有關(guān)基本概念1．1 慨述1．2 裂變反應(yīng)1．3 鏈?zhǔn)椒磻?yīng)1．4 核反應(yīng)堆臨界1．5 中子通量密度與核反應(yīng)堆功率第2章 反應(yīng)性2．1 概述2．2 反應(yīng)性與剩余增殖系數(shù)2．3 反應(yīng)堆周期、啟動(dòng)率與反應(yīng)性2．4 反應(yīng)性控制2．5 固有反應(yīng)性效應(yīng)第3章 反應(yīng)性系數(shù)3．1 概述3．2 燃料溫度（Doppler）系數(shù)3．3 慢化劑溫度系數(shù)3．4 空泡系數(shù)3．5 壓力系數(shù)3．6 功率系數(shù)與功率虧損3．7 再分布效應(yīng)第4章 燃耗與中毒4．1 概述4．2 核燃料同位素的產(chǎn)生與消耗4．3 裂變產(chǎn)物的毒性4．4 堆芯壽期、燃耗、核燃料轉(zhuǎn)換與換料第5章 反應(yīng)性控制5．1 概述5．2 化學(xué)補(bǔ)償控制5．3 可燃毒物控制5．I．l 控制棒控制第6章 反應(yīng)堆功率分布及其限制6．1 概述6．2 反應(yīng)堆功率分布6．3 反應(yīng)堆功率分布限制6．4 軸向中子通量密度分布6．5 徑向中子通量密度分布第7章　反應(yīng)堆啟動(dòng)與停堆過程中的幾個(gè)問題7．1 慨述7．2 反應(yīng)堆啟動(dòng)過程中的幾個(gè)問題7．3 停堆過程中的幾個(gè)問題第二篇第1章 核電廠運(yùn)行特點(diǎn)1．1 核電廠與化石燃料電廠等比較1．2 核電廠運(yùn)行工況分類1．3 核電廠工作人員的基本要求1．4 核電廠運(yùn)行文件第2章 核電廠技術(shù)規(guī)格書2．1 慨述2．2 定義2．3 安全限值和安全系統(tǒng)限值的設(shè)定2．4 運(yùn)行限制條件2．5 監(jiān)測要求2．6 設(shè)計(jì)特點(diǎn)2．7 行政管理……第三章 核電廠正常運(yùn)行第四章 核電廠異常運(yùn)行第五章 核電廠事故附錄：蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（SGTR）事故實(shí)例參考書目

章節(jié)摘錄

　　1．2．2 中等頻度事件　　這類事件在最壞的情況下，會(huì)使反應(yīng)堆緊急停堆，但核電廠能很快恢復(fù)運(yùn)行，不會(huì)擴(kuò)展并引起更嚴(yán)重的事件，如燃料元件棒損壞或反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)超壓等?！　∠铝惺录儆诖祟愂录骸　　ひ鸾o水溫度下降的給水系統(tǒng)失靈；　　·引起給水流量增加的給水系統(tǒng)失靈；　　·二回路蒸汽流量過度增加；　　·主蒸汽系統(tǒng)事故卸壓；　　·外部負(fù)荷喪失；　　·汽輪機(jī)跳閘；　　·主蒸汽隔離閥意外關(guān)閉；　　·凝汽器真空喪失及其它導(dǎo)致汽輪機(jī)跳閘的事件；　　·核電廠輔助設(shè)備非應(yīng)急交流電源喪失；　　·正常給水流量喪失；　　·反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流量部分喪失；　　·一組棒束控制組件在次臨界或低功率啟動(dòng)工況下失控抽出；　　·一組棒束控制組件在功率運(yùn)行工況下失控抽出；　　·棒束控制組件下落；　　·一條具有不正確溫度的非在役反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路的啟動(dòng)；　　·導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑內(nèi)硼濃度降低的化學(xué)和容積控制系統(tǒng)失靈；　　·功率運(yùn)行期間安全注射系統(tǒng)誤運(yùn)行；　　·穩(wěn)壓器安全閥誤開?！　?．2．3 稀有事件　　該類事件可能是在核電廠壽期內(nèi)非常稀有的，但一旦發(fā)生此類事件將有可能造成部分燃料損壞，使得核電廠在相當(dāng)長的期限內(nèi)不能恢復(fù)運(yùn)行。但是，事件所產(chǎn)生的放射性污染不會(huì)導(dǎo)致停止或者限制　　使用隔離半徑以外的公用地區(qū)，也不會(huì)失去冷卻劑系統(tǒng)或安全殼屏　　蔽的功能。屬于此類事件的有：　　·蒸汽系統(tǒng)小管道破裂；　　·反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流量全部喪失（頻率快速降低的瞬變）；　　·單個(gè)棒束控制組件在滿功率下抽出；　　·燃料組件意外裝載和運(yùn)行在錯(cuò)誤位置；　　·穩(wěn)壓器安全閥誤開啟保持在卡開位置；　　·反應(yīng)堆冷卻劑從小破裂管道或大管道裂紋的流失；　　·廢氣處理系統(tǒng)破損；　　·放射性廢液系統(tǒng)泄漏或破損。

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